一种基于热管的核反应堆热量导出系统的有效性判断方法

    公开(公告)号:CN110489796A

    公开(公告)日:2019-11-22

    申请号:CN201910644111.9

    申请日:2019-07-17

    Abstract: 本发明属于核电站安全技术领域,尤其涉及一种基于热管的核反应堆热量导出系统的有效性判断方法。该方法以热管为热量导出系统基础,包括以下步骤:步骤1:热量导出系统有效性数据收集;步骤2:用收集数据构建三维曲面图;步骤3:依据热量导出系统、热管及运行规程所体现的限定条件,选取表征热管几何数、热量导出系统的延后投入时间、及对应延后投入时间的热流密度的点值,并将对应点标记于笛卡尔直角坐标系内,判断对应点的位置是否在步骤2形成的三维曲面图内,进而判定限定条件是否满足有效性;本发明的优点是在反应堆系统、热管、热量导出系统的限定条件下,不依赖热管极限工况瞬态计算模型,为判定限定条件有效性提供依据。

    一种闪蒸驱动的全自然循环一体化压水堆

    公开(公告)号:CN108766592A

    公开(公告)日:2018-11-06

    申请号:CN201810522750.3

    申请日:2018-05-28

    CPC classification number: G21C13/02 G21C15/02

    Abstract: 本发明提供一种闪蒸驱动的全自然循环一体化压水堆,包括反应堆压力容器、置于压力容器内部的直流蒸汽发生器、控制棒驱动机构和反应堆堆芯,压力容器内部被堆芯吊篮筒体分割为圆柱形上升通道和环形下降通道,所述的反应堆压力容器内不设置主泵,冷却剂依靠闪蒸驱动的两相自然循环在上升通道和下降通道中流动,并将反应堆堆芯的热量传递到直流蒸汽发生器。本发明的闪蒸驱动的一体化反应堆运行时,反应堆堆芯出口冷却剂的温度接近相应压力下的饱和温度,冷却剂在上升段内因压力减小而闪蒸产生气泡,利用气泡对冷却剂主流的曳力作用提升反应堆自然循环能力。闪蒸驱动的一体化反应堆具有良好的自稳自调特性,能有效适应无人值守以及远程控制的需求。

    压水堆核电站非能动余热排出系统

    公开(公告)号:CN103617815A

    公开(公告)日:2014-03-05

    申请号:CN201310652030.6

    申请日:2013-12-05

    CPC classification number: Y02E30/32

    Abstract: 本发明提供的是一种压水堆核电站非能动余热排出系统。包括非能动余热导出系统和非能动应急水箱冷却系统;所述的非能动余热导出系统包括蒸汽管、非能动余热排出换热器和凝水管,所述非能动余热排出换热器位于非能动余热导出系统的应急冷却水箱的下部位置;所述的非能动应急水箱冷却系统包括应急冷却水箱、冷却盘管、上升管、空气冷却换热器以及下降管,所述冷却盘管位于应急冷却水箱的上部位置。在事故工况下或正常停堆需要进行余热排出时,通过对二次侧蒸汽的冷凝将堆芯衰变热量导出,保证了反应堆的安全,降低放射性物质向环境释放的概率。使用应急冷却水箱作为中间缓冲设备,同时满足事故初期快速冷却和事故后期长期冷却的要求。

    一种基于热管的核反应堆热量导出系统的有效性判断方法

    公开(公告)号:CN110489796B

    公开(公告)日:2022-06-21

    申请号:CN201910644111.9

    申请日:2019-07-17

    Abstract: 本发明属于核电站安全技术领域,尤其涉及一种基于热管的核反应堆热量导出系统的有效性判断方法。该方法以热管为热量导出系统基础,包括以下步骤:步骤1:热量导出系统有效性数据收集;步骤2:用收集数据构建三维曲面图;步骤3:依据热量导出系统、热管及运行规程所体现的限定条件,选取表征热管几何数、热量导出系统的延后投入时间、及对应延后投入时间的热流密度的点值,并将对应点标记于笛卡尔直角坐标系内,判断对应点的位置是否在步骤2形成的三维曲面图内,进而判定限定条件是否满足有效性;本发明的优点是在反应堆系统、热管、热量导出系统的限定条件下,不依赖热管极限工况瞬态计算模型,为判定限定条件有效性提供依据。

    一种基于分离式热管的一体化压水堆非能动余热排出系统

    公开(公告)号:CN106816186A

    公开(公告)日:2017-06-09

    申请号:CN201710053771.0

    申请日:2017-01-24

    CPC classification number: Y02E30/40 G21C15/18

    Abstract: 本发明提供一种基于分离式热管的一体化压水堆非能动余热排出系统,包括主冷却剂系统、热交换器、热管冷凝段,主冷却剂系统的上充通道通过冷却剂下降管与热交换器的壳侧出口连接,主冷却剂系统的下泄通道通过冷却剂上升管与热交换器的壳侧入口连接,热交换器的蒸发段管束入口联箱通过下降管与热管冷凝段的出口联箱连接,热交换器的蒸发段管束出口联箱通过上升管与热管冷凝段的入口联箱连接,热管冷凝段上端设置有释放阀,冷却剂上升管上设置有常开隔离阀,冷却剂下降管上设置有非能动隔离阀。本发明在提高系统固有安全性的同时,保证对反应堆冷却剂的隔离、满足较长距离热量传递需求并简化系统设计。

    压水堆核电站分离式热管式非能动余热排出系统

    公开(公告)号:CN104916334A

    公开(公告)日:2015-09-16

    申请号:CN201510319596.6

    申请日:2015-06-11

    CPC classification number: Y02E30/32 G21C15/18

    Abstract: 本发明的目的在于提供压水堆核电站分离式热管式非能动余热排出系统,包括蒸汽发生器、换热器、空气冷却塔,蒸汽发生器上分别设置主蒸汽管道、给水管道、排污孔,换热器里安装分离式热管蒸发段,分离式热管蒸发段的上方通过蒸汽管与主蒸汽管道相连,分离式热管蒸发段的下方通过凝水管与排污孔相连,空气冷却塔里安装热管冷凝段,换热器的进口通过下降管与热管冷凝段的出口相连,换热器的出口通过上升管与热管冷凝段的进口相连,空气冷却塔的下端部为冷空气进口,空气冷却塔的上端部为热空气出口,给水管道上设置第一隔离阀。本发明在满足事故初期快速冷却和事故后期长期冷却要求的同时,能够获得较大的换热效率。

    浮动核电站非能动余热排出系统

    公开(公告)号:CN103903659A

    公开(公告)日:2014-07-02

    申请号:CN201410120879.3

    申请日:2014-03-28

    CPC classification number: Y02E30/40

    Abstract: 本发明涉及一种适用于浮动核电站的非能动余热排出系统。该系统由反应堆压力容器1,非能动余热排出换热器8和非能动应急冷却水箱11组成。非能动余热排出换热器8设置在应急冷却水箱11内,换热器进出口与一回路主冷却剂管道相连。应急冷却水箱11设置在压力容器内部,水箱底部通过海水管道与大海相连。水箱内的水位与海平面保持一致,并且足够淹没非能动余热排出换热器8。事故工况下非能动余热排出系统投入运行,依靠水箱内水的蒸发将一回路热量最终带入大气环境。当水箱内水位降低时,海水自动通过海水管道进入水箱内保持水箱水位,实现对反应堆的长期冷却。

    一种基于CAD软件的换热器多孔介质模型孔隙率及渗透率参数处理方法

    公开(公告)号:CN107423459A

    公开(公告)日:2017-12-01

    申请号:CN201710168149.4

    申请日:2017-03-21

    CPC classification number: G06F17/5009

    Abstract: 本发明属于计算流体力学及反应堆热工水力学技术领域,具体涉及一种基于CAD软件的换热器多孔介质模型孔隙率及渗透率参数处理方法。(1)根据换热器的几何设计参数建立用于多孔介质模型的计算域三维几何模型;(2)根据换热器的几何设计参数建立管壳式换热器的壳侧流体区域的三维几何模型;(3)根据多孔介质模型所需要的网格尺度要求,采用CAE软件对(1)中建立的计算域的三维几何模型进行任意形式的网格划分,建立用于CFD分析的网格。本发明采用CAD技术计算复杂的换热器的多孔介质模型孔隙率和渗透率参数,不采用复杂的数学计算,对参数计算快速、准确且便于实施。

    浮动核电站非能动余热排出系统

    公开(公告)号:CN103903659B

    公开(公告)日:2016-08-03

    申请号:CN201410120879.3

    申请日:2014-03-28

    CPC classification number: Y02E30/40

    Abstract: 本发明涉及一种适用于浮动核电站的非能动余热排出系统。该系统由反应堆压力容器1,非能动余热排出换热器8和非能动应急冷却水箱11组成。非能动余热排出换热器8设置在应急冷却水箱11内,换热器进出口与一回路主冷却剂管道相连。应急冷却水箱11设置在压力容器内部,水箱底部通过海水管道与大海相连。水箱内的水位与海平面保持一致,并且足够淹没非能动余热排出换热器8。事故工况下非能动余热排出系统投入运行,依靠水箱内水的蒸发将一回路热量最终带入大气环境。当水箱内水位降低时,海水自动通过海水管道进入水箱内保持水箱水位,实现对反应堆的长期冷却。

    压水堆核电站分离式热管式非能动余热排出系统

    公开(公告)号:CN204680390U

    公开(公告)日:2015-09-30

    申请号:CN201520401230.9

    申请日:2015-06-11

    CPC classification number: Y02E30/32

    Abstract: 本实用新型的目的在于提供压水堆核电站分离式热管式非能动余热排出系统,包括蒸汽发生器、换热器、空气冷却塔,蒸汽发生器上分别设置主蒸汽管道、给水管道、排污孔,换热器里安装分离式热管蒸发段,分离式热管蒸发段的上方通过蒸汽管与主蒸汽管道相连,分离式热管蒸发段的下方通过凝水管与排污孔相连,空气冷却塔里安装热管冷凝段,换热器的进口通过下降管与热管冷凝段的出口相连,换热器的出口通过上升管与热管冷凝段的进口相连,空气冷却塔的下端部为冷空气进口,空气冷却塔的上端部为热空气出口,给水管道上设置第一隔离阀。本实用新型在满足事故初期快速冷却和事故后期长期冷却要求的同时,能够获得较大的换热效率。

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